Принимая во внимание, что после проведения испытаний ядерного оружия содержание трития в атмосфере увеличились в сотни и тысячи раз, этот источник поступления трития так же можно считать не значительным применительно к исследованиям, проводимым в местах проведения ПЯВ.
Изменения концентрации трития зависят от времени ядерных испытаний, их типа и места проведения, а также от особенностей отдельных ливней, характера местных ветров и количества осадков.
В общей сложности, взрыв водородной бомбы мощностью 1 мегатонна (Мт) приводит к выделению от 0,7 до 2 кг трития. При проведении взрывов реакция синтеза дает ~7*1014 Бк/кт, реакция деления ~4*1010 Бк/кт. Подземные взрывы увеличивают эти цифры за счет ядерных реакций на боре и литии, находящихся в скальных породах.
Базовой величиной для долговременного прогноза выхода трития (Т) из полости, образованной подземным ядерным взрывом является начальное количество остаточного и наработанного в ядерных реакциях трития – NT(t = 0). Величина NT(t = 0) зависит от типа взрыва (одно, двух и трехфазный), его мощности, конструктивных особенностей устройства и химического состава породы в месте проведения взрыва. Для однотипных зарядов и одинакового химического состава породы наработка трития будет приблизительно прямо пропорциональна мощности взрыва. Поэтому, при проведении численных расчетов наработки трития обычно используется величина наработки во взрыве мощностью 1 килотонна тротилового эквивалента.
Начальным общим этапом любого ядерного взрыва является цепная ядерная реакция деления ядер 235U или 239Pu нейтронами из осколков деления. Поэтому, целесообразно сначала рассмотреть наработку в «чистом» взрыве деления. В таком взрыве тритий нарабатывается в результате следующих процессов:
1. При распаде делящегося ядра на 3 фрагмента (тройного деления), одним из которых (самым легким) является тритий.
2. Образование трития в результате взаимодействия избыточных нейтронов из осколков деления с ядрами легких элементов окружающей среды, т.е. ядерных реакций типа 6Li(n,T).
3. Наработка трития при взаимодействии высокоэнергетических γ-квантов из осколков с ядрами легких элементов окружающей среды, т.е. фотоядерных реакций типа 7Li(γ ,T).
Оценим наработку Т для взрыва мощностью 1 кТ по этим 3 каналам. Взрыв ядерного заряда в 1кТ обеспечивается числом актов деления Nf , которое составляет Nf »1.42*1023 для 235U или Nf »1.38*1023 для 239Pu [5]. Так как эти значения близки, для дальнейших оценок полагаем, что взрыв 1кТ соответствует 1.4*1023 актам деления.
В первом случае, (процессе тройного деления) атомы трития вылетают из шейки делящегося ядра. Вероятность таких актов деления очень мала и составляет порядка 1/6000 ядер 3H на 1 акт двойного деления [5]. Исходя из этого, для взрыва в 1 кТ имеем: NT = Nf*(1/6000) ≈ 2.3*1019 ядер трития или активность по тритию AT = NT *[ln2/T1/2 (c)] = 2.3*1019*1.7813*10-9 = 4.1*1010 Бк.
Во втором случае (наработки Т в горной породе нейтронами из осколков деления) для оценки наработки Т необходимо знать полное число нейтронов поглощенных породой и относительную вероятность поглощения нейтрона с образованием трития. Для взрывов, при делении ядер 235U или 239Pu образуется ~ 2,6 нейтрона, со средней энергией En ≈ 2 МэВ [5]. Из них, 1 нейтрон инициирует деление другого ядра, порядка 0,6 нейтрона поглощается в конструкционных материалах ядерного устройства, и ~1 нейтрон остается «свободным». Т.о. при взрыве 1 кТ в окружающую среду уходит ~1.4*1023 нейтрона.
При прохождении этих нейтронов через вещество окружающей среды происходит упругое и неупругое рассеяние нейтронов с потерей кинетической энергии нейтронов, т.е. процесс замедления. Одновременно с этим идут и ядерные реакции с поглощением нейтронов, вероятность которых быстро растет с уменьшением En. В результате этих процессов быстро формируется равновесный энергетический спектр нейтронов. В конечном итоге, эти нейтроны полностью поглощаются ядрами среды, образуя новые стабильные и радиоактивные изотопы.
Часть из этих нейтронов может быть поглощена ядрами легких элементов, содержащимися в породе и образовать тритий. В принципе, Т может нарабатываться в малых количествах на всех ядрах с массовым числом А< 20, однако, заметный вклад в наработку Т дают только несколько реакций.
Основными каналами наработки трития являются реакции:
6Li3 + n → 4He2 + Т
10B5 +n → 24He2 + Т
14N+n→12C+T
Сечение реакции на тепловых нейтронах для 6Li составляет порядка 940 барн или 70,7 барн для естественного лития [6], на 10В – порядка 5*10-3 барн [7]. Реакция 14N(n,T) пороговая (Qr » 4 МэВ) и при En =5-7 МэВ её сечение ~2*10-2 барна [7]. Отсюда видно, что (при сопоставимых концентрациях) основным каналом наработки трития является реакция 6Li(n,T).
Для оценки наработки Т в этой реакции для взрыва 1 кТ можно использовать приближенное соотношение NT = NF * hLi*soLi/ Sihi*soi , где hI,soi - атомные концентрации в % и сечения поглощения тепловых нейтронов i – го химического элемента в породе.
Типичный состав гранита (SiO2 = 70,18; TiO2 = 0,34; Al2O3 = 14,98; MgO = 1,08; Fe2O3 = 1,62; FeO = 1,66; CaO = 2,20; Na2O = 3,28; K2O = 3,95; H2O = 0,78; Р2О5 = 0,27) можно взять из работы [8], а сечения soi из работы [6]. Исходя из этих данных (при относительно малых концентрациях лития hLi < 0.1%) наработка трития будет равна NT = NF * 5.15* hLi%. Так например, для кларкового содержания Li в граните (~10г/т или hLi% ≈ 0,003 атомных процентов ) имеем NT = 2.16*1021 ядер Т или активность по Т на 1кТ взрыва АТ ≈ 3.8*1012 Бк.
Третий механизм - наработка трития высокоэнергетическими γ-квантами деления на ядрах легких элементов имеет высокий энергетический порог (обычно Еγ >10 МэВ) и даже для наиболее выгодной реакции 7Li(γ ,T) при Еγ > 6 МэВ сечение составляет ~ 10-4 барна [7]. Так как, в спектре деления доля γ – квантов с Еγ > 6 МэВ составляет только ~ 10-2 γ – квантов на акт деления [5] и типичное содержание лития в породе мало (~10г/т), то наработкой Т в фотоядерных реакция можно пренебречь.
Существует мнение, что тритий до сих пор нарабатывается в полостях штолен. В принципе, после взрыва тритий может нарабатываться в результате спонтанного деления и альфа распада. Однако, легко показать, что поствзрывной наработкой можно пренебречь. Период полураспада 239Pu по спонтанному делению равен Т1/2 = 8*1015 лет [6], что на 1кг 239Pu за 1 секунду дает 7 актов деления или ~ 20 нейтронов, т.е. (см. наработку Т нейтронами) ~ 10-9 Бк трития. Период полураспада 239Pu по α-распаду равен Т1/2 = 2,411*104 лет /2/, что на 1кг 239Pu за 1 секунду дает 2,3*1012 α-частиц. На этих α-частицах, в реакциях типа (α,Be)n на микропримесях самых легких элементах горной породы (Li,Be,B) образуются нейтроны, которые, опять-таки, при взаимодействии с микропримесями 6Li, могут производить тритий. Для чистого Be выход нейтронов на 1 α-частицу максимален и равен 10-5 нейтрона [7], поэтому при кларковом содержании Be (4г/т) альфа распад дает ~100n/c на 1кг 239Pu или наработку Т на Li ~ 5*10-9 Бк.
Из вышеизложенного следует, что в подземном «чистом» взрыве деления основной вклад в наработку трития вносит реакция 6Li(n,T), которая дает активность по Т ~3.8*1012 Бк для взрыва 1кт. На конечной стадии взрыва эта активность сосредоточена в сравнительно тонком приповерхностном слое ядерной полости. Распределение трития по глубине этого слоя –h можно описать выражением: NT(h) = NT(h=0)*exp[-(ρ*h)/λ] /5/, где NT(h=0) – число атомов Т на 1см2 при h=0; ρ, λ – плотность породы в (г/см3) и длина релаксации нейтронов (г/см2) в ней. Для гранитов можно использовать значения ρ = 2,6 (г/см3 ) и λ ≈ 30 (г/см2), полученное в работе [9]. Исходя из этих данных получается, что, сразу после взрыва 95% активности Т сосредоточено в 35см приповерхностном слое полости. Далее, учитывая эффекты плавления и стекания стенок, эта активность сосредотачивается в наплывах на дне ядерной полости. Дальнейшее поведение трития определяется геохимическими процессами в окрестности полости.
Следует подчеркнуть, что для корректной оценки начального количества Т в полости следует учитывать не только вышеописанные процессы, но и количество так называемого остаточного трития. Это связано с тем, что для обеспечения высокой эффективности взрыва в конструкции большинства типов ядерных (не термоядерных) зарядов используются дополнительные мощные источники высокоэнергетических нейтронов, основанные на термоядерной реакции Т+D → α + n . Такими источниками являются:
а) нейтронная трубка (малогабаритный, импульсный ускоритель ионов трития и дейтериевая мишень), обеспечивающий интенсивный запуск цепной реакции деления;
б) бустер (контейнер со смесью дейтерия и трития в центре ядерного заряда), в котором при развитии взрыва начинается термоядерная реакция и создается дополнительный поток нейтронов, что обеспечивает большее выгорание 235U или 239Pu и увеличивает мощность взрыва.
Количество дейтерия и трития в этих устройствах при сгорании должно обеспечивать число дополнительных нейтронов сравнимое с числом нейтронов от реакции деления, т.е ~ 1023 нейтрона на 1кт взрыва. Это означает, что, даже при очень высокой эффективность выгорания смеси (Т+D) - порядка 90%, после взрыва в 1 кт в полости остается ~ 1022 атомов неиспользованного трития. Это соответствует активность остаточного трития на 1кТ взрыва АТ ≈ 1.8*1013 Бк, что в 5 раз больше чем наработка в «чистом» взрыве деления.